核电厂严重事故下双层安全壳环形空间通风系统延迟投运的放射性后果影响分析

吴 楠，黄树明，刘新建

（中国核电工程有限公司，北京 100840）

核电厂严重事故下双层安全壳环形空间通风系统延迟投运的放射性后果影响分析

吴 楠*，黄树明，刘新建

（中国核电工程有限公司，北京 100840）

核电厂严重事故工况下，对于具有双层安全壳设计的核电机组，若环形空间通风系统不能正常运转，无法形成负压或无法启动事故过滤器，双层安全壳对放射性物质释放的控制效果将被削弱。鉴于此，本文针对目前国际上多个第三代核电机组采用的双层安全壳设计，考虑安全壳完整并选用NUREG-1465源项作为严重事故源项，计算环形空间通风系统在不同延迟投运场景下放射性物质的环境释放量，同时采用 “欧洲用户要求（EUR）”文件提出的有限影响准则对严重事故的放射性后果进行评价，分析环形空间通风系统的延迟投运同 “大量释放”间的关系。研究结果可为严重事故下的应急响应行动及放射性后果评价提供参考。

双层安全壳；严重事故；放射性释放；EUR；有限影响准则 （CLI）

日本福岛事故发生后，国际社会各界对核电厂严重事故缓解措施的关注程度有了进一步的提高［1］。我国 《核安全与放射性污染防治 “十二五”规划及2020年远景目标》［2］指出，“十三五”及以后新建核电机组力争实现从设计上 “实际消除”大量放射性物质释放的可能性。实现“实际消除”的关键在于确保对放射性物质的有效包容［3］。核电厂发生严重事故后，安全壳作为放射性物质向环境排放的最后一道实体屏障，对缓解或降低事故的放射性后果起着至关重要的作用。目前，EPR等多个第三代核电机组设计采用双层安全壳，一方面，外层安全壳能够保护内层安全壳免受外部事件的影响 （如飞机撞击）；另一方面，内层安全壳与外层安全壳之间的环形空间设置有通风系统，能够使环形空间在事故工况下保持负压状态，收集并包容内层安全壳泄漏的放射性物质，同时通过高效粒子过滤器和碘过滤器对其进行过滤排放［4］，从而有效控制事故向环境的放射性释放，进一步缓解放射性物质对环境及公众造成的影响。

严重事故工况下，有时因核电厂丧失厂外电源等多种原因，环形空间通风系统的功能可能受到影响，无法立即形成负压或事故过滤器无法立即投入使用，从而削弱了双层安全壳对放射性物质释放的控制作用。鉴于此，本文采用美国核管会发布的NUREG-1465严重事故源项，针对双层安全壳设计，从环形空间负压建立及事故过滤器的投运两个角度出发，构建了多个环形空间通风系统延迟投运场景，计算在不同场景下事故向环境的放射性释放量，并采用 “欧洲用户要求 （European Utility Requirements，简称EUR）”文件提出的有限影响准则（Criteria for Limited Impact，简称CLI），对不同场景下严重事故造成的场外后果进行评价，分析环形空间通风系统的延迟投运对事故放射性后果的影响。

1　环境释放源项的计算方法与假设

1.1严重事故源项选取

针对严重事故源项，国内外已开展过不少研究工作，通常利用一体化的严重事故源项分析程序对典型严重事故向环境的释放量进行了计算分析［5-8］。其中，有学者将大破口失水事故始发的严重事故源项同目前国内核电工程设计中使用的NUREG-1465参考源项进行了对比分析，发现在考虑安全壳完整时，基于NUREG-1465计算得到的环境释放源项具有一定的包络性和保守性［8］。因此，本文选取NUREG-1465严重事故源项开展分析计算。NUREG-1465参考了大量关于裂变产物释放的资料及相关的研究成果。对假定的严重堆芯熔化事故中释放到安全壳内的事故源项进行了更为现实地估算。

表1［9］列出了NUREG-1465源项的释放阶段及各阶段由堆芯向安全壳的释放份额。在释放碘中，NUREG-1465假设CsI形态的碘占95%，元素碘占4.85%，有机碘占0.15%。

表1　NUREG-1465源项释放到安全壳内的份额［9］Table 1 Releasing fraction into containment of NUREG-1465 source term

1.2环境释放源项计算

事故发生后，放射性核素经由图1所示的路径进入环境。此时，安全壳向环境的放射性释放量可由下述微分方程组求解得出：在式（1）～（3）中，

A1，A2，A3：放射性核素分别在内层安全壳、环形空间及环境中的放射性活度，Bq；

R：堆芯向安全壳的释放速率，Bq·h-1；

λT：核素的放射性衰变常数，h-1；

λS：喷淋系统的喷淋去除系数，h-1；

λD：自然去除作用的去除系数，h-1；

λF：环形空间的排风速率，h-1；

L：内层安全壳的泄漏率，h-1；

P：内层安全壳泄漏的放射性物质直接向环境释放的份额；

f：环形空间排风过滤器的过滤效率。

本文参考 “欧洲用户要求”文件和 “核电厂安全分析报告标准审查大纲 （Standard Review Plan，简称SRP）”关于双层安全壳的相关设计要求［10，11］，以及国内外双层安全壳环境释放源项计算中采用的参数［12，13］，结合NUREG-1465源项计算严重事故发生后释放到环境中的放射性源项。源项计算采用的假设如下：

（1）假设安全壳完整，事故发生后24 h内内层安全壳的泄漏率为0.3%Vol·d-1，24 h后降为0.15%Vol·d-1。事故后放射性物质排放持续30 d，30 d后的排放可忽略。

图1　事故后放射性核素的释放途径Fig.1 Releasing path of radionuclidesafter accidents

（2）假设安全壳喷淋系统失效。仅考虑内层安全壳对气溶胶 （含CsI）和元素碘的自然沉积去除作用，不考虑环形空间中气溶胶和元素碘的自然沉积去除作用。

（3）当环形空间处于负压状态时，假设内层安全壳旁通环形空间直接向环境释放的份额为其泄漏率的1%，环形空间的排风速率为100% Vol·d-1。若环形空间不能保持负压状态，则假设内层安全壳泄漏的放射性物质全部进入环境。

（4）当环形空间通风系统事故过滤器可用时，假设其气溶胶、元素碘和有机碘的过滤效率分别为99.9%、99.9%和99%。

2　环形空间通风系统延迟投运对放射性释放的影响分析

2.1事故过滤器延迟投运的影响分析

假设严重事故发生后，安全壳环形空间能够保持持续的负压，分析事故过滤器延迟投运对放射性释放的影响。延迟投运时间假定在10 min至12 h范围内。综合考虑核素的化学形态和释放份额，本文选取惰性气体 （Kr、Xe）以及3种形态的碘进行放射性释放影响分析。图2给出了不同延迟下安全壳向环境的放射性释放份额。可以看出，尽管惰性气体的释放不受事故过滤器延迟投运的影响，但在环形空间滞留作用的影响下，事故早期惰性气体向环境的释放仍然能够被很好地控制。如图2所示，事故后一天内，仅有约1/3的惰性气体从内层安全壳泄漏后进入环境。但从整个事故持续期间来看，双层安全壳不能显著降低环境中惰性气体的释放量，内壳泄漏释放的惰性气体中有84%进入了环境。

图2　事故过滤器延迟投运下放射性向环境的释放份额Fig.2 Releasingfractions of radioactivity into environment when accident filters operated with delay

然而，碘和气溶胶的释放量同事故过滤器的投运时间密切相关。图3及表2给出了几种延迟场景下，碘向环境中的释放份额在事故持续期间内随时间的变化情况。可以看出，当延迟小于2 h时，碘向环境中的释放量受到的影响较小，从整个事故持续时间来看，内层安全壳泄漏的碘仅有约1%～2%的份额进入环境。延迟超过2 h后，碘向环境中的释放量将随延迟的增加而有所增长，当延迟达到12 h时，整个事故期间内CsI、元素碘和有机碘向环境中的释放量占内层安全壳泄漏量的份额分别上升至约10%、8%和5%。对于CsI和元素碘，因考虑内层安全壳的自然去除作用，其向环境的释放主要集中在事故早期。

图3　事故过滤器延迟投运下碘的释放过程：（a）CsI，（b）元素碘，（c）有机碘Fig.3 Iodine releases into environment when accident filters operated with delay：（a）CsI，（b）elemental iodine，（c）organic iodine

表2　事故过滤器延迟投运下碘向环境中的释放份额Table 2 Releasingfractions into environment of iodine when accident filters operated with delay

2.2环形空间负压延迟建立的影响分析

若严重事故发生后，安全壳环形空间通风系统全部失效，除事故过滤器无法投运外，环形空间也不能及时建立负压环境。此时，假设内层安全壳泄漏释放的裂变产物直接进入环境，计算负压延迟建立时间在10 min到12 h范围内环境中的放射性释放量。计算过程中假定当环形空间形成负压时，事故过滤器也能够同时投入使用。不同延迟时间下，事故向环境释放的放射性核素份额如图4所示。图5、图6及表3、表4分别给出了惰性气体和碘在事故后不同时间内向环境的释放份额。

图4　负压延迟建立时向环境的释放份额Fig.4 Releasing fractions into environment of different delay of sub-atmospheric pressure

不难发现，负压延迟建立与事故过滤器延迟投运对环境释放产生的影响均同NUREG-1465假设的释放过程相关。事故后30 min内为间隙释放阶段，此时各类核素的释放份额较小，因此其环境释放量受延迟的影响并不明显。之后随着释放份额的增加，延迟的影响也逐渐显现出来。对于事故过滤器的延迟投运，由于此时环形空间仍能够滞留部分放射性核素，延迟时间对释放份额的影响要略微滞后。

图5　负压延迟建立时惰性气体的释放过程Fig.5 Noble gas releases into environment when sub-atmospheric pressure is maintained with delay

表3　压延迟建立时环境中惰性气体的释放份额Table 3 Releasingfractions into environment of noblegas under different delay ofsub-atmospheric pressure

可以看出，相比于惰性气体，由于同时缺少环形空间的滞留与过滤排放作用，负压延迟建立对于碘和气溶胶在环境中的释放份额的影响更为显著，并且这种影响远高于事故过滤器延迟投运所带来的影响。当延迟小于30 min时，在不同负压建立时间下各核素的释放份额相近。之后，随着延迟时间的增加，核素向环境的释放份额将逐渐增长。当延迟处于30 min至2 h范围内时，释放份额随延迟时间的变化尤为明显。延迟为12 h时，整个事故持续时间内惰性气体、CsI、元素碘及有机碘向环境的释放量占内壳泄漏量的比重分别为89%、59%、45%和23%。

图6　负压延迟建立时碘的释放过程：（a）CsI，（b）元素碘，（c）有机碘Fig.6 Iodine releases into environment when sub-atmospheric pressuremaintained with delay：（a）CsI，（b）elemental iodine，（c）organic iodine

3　环形空间通风系统延迟投运对场外后果的影响分析

“欧洲用户要求”文件从场外剂量后果以及放射性释放量的角度出发，针对设计扩展工况（包括严重事故）设置了一系列的可接受准则，即有限影响准则 （CLI），以在一定程度上限制严重事故对社会造成的影响。近年来，“实际消除”理念已广泛应用于国内外核工业界［3，14］，“欧洲用户要求”文件提出的有限影响准则可以作为一种诠释大量放射性释放的方法，即大量放射性释放中的 “大量”可以定义为不满足有限影响准则的释放［15］。“欧洲用户要求”文件为设计扩展工况设置的有限影响准则包括［10］：

①厂址半径800 m外不需要采取应急防护行动 （CLI-1）；

②厂址半径3 000 m外不需要采取临时避迁防护行动 （CLI-2）；

③厂址半径800 m外不需要采取长期的防护行动 （CLI-3）；

④只造成非常有限的经济影响 （CLI-4）。

有限影响准则将严重事故向环境释放的放射性核素分为9个参考核素组，采取公式 （4）评价事故的场外剂量后果，判断是否满足CLI-1～CLI-3所对应的剂量限值。同时考虑131I、137Cs及90Sr 3种核素在事故持续期间的环境释放量，判断是否超过CLI-4对应的限值。

式中，Rig和Rie分别表示核素i的地面释放量和高架释放量，单位为TBq；Cig和Cie分别为相应的剂量转换系数。

本文利用 “欧洲用户要求”文件提供的评估方法，分析环形空间通风系统的延迟投运对严重事故场外后果的影响。评价过程中，保守假设所有向环境的释放均为地面释放。见表5，除了使用 “欧洲用户要求”文件提供的剂量转换系数外，还考虑了文献 ［15］给出的一套依据我国核电厂数据计算得出的剂量转换系数。

表4　负压延迟建立时环境中碘的释放份额Table 4 Releasingfractions into environment of iodine under different delay for the maintaining of sub-atmospheric pressure

表5　剂量转换系数CigTable 5 Dose conversion coefficients Cig

图7和图8分别给出了采用两套剂量转换系数，在负压延迟建立和事故过滤器的延迟投运两种场景下，场外剂量后果及3种典型核素的环境释放量随延迟时间的变化。可以看出，当延迟小于30 min时，两种环形空间通风系统延迟投运场景对应的场外剂量后果和典型核素的释放量均较为接近。延迟达到1 h以上时，负压延迟建立所导致的严重后果将明显高于事故过滤器的延迟投运。在本文研究的延迟时间范围内 （10 min～12 h），表6对满足有限影响准则的最高延迟时间进行了归纳。可以看出，当事故过滤器的延迟投运时间小于8 h，或者负压的延迟建立时间小于2.5 h时，基于NUREG-1465源项的严重事故所致的放射性后果满足 “欧洲用户要求”文件为设计扩展工况设置的有限影响准则。

表6　满足有限影响准则的延迟时间Table 6 Delay time of satisfying CLI criteria

图7　不同延迟时间下的场外剂量后果：（a）采用 “欧洲用户要求”文件剂量转换系数，（b）采用文献 ［15］剂量转换系数Fig.7 Off-site dose consequences of different delay time：（a）doseconversion coefficientsfrom EUR，（b）doseconversion coefficients from Reference［15］

图8　不同延迟时间下核素的释放量Fig.8 Releasing amount of radionuclides under different delay time

4　结论

本文针对目前部分第三代核电机组设计采用的双层安全壳结构，考虑安全壳完整并同时结合NUREG-1465源项，对安全壳环形空间事故过滤器延迟投运及负压延迟建立条件下严重事故的环境释放量进行了计算，同时采用 “欧洲用户要求”文件提出的有限影响准则，进行了严重事故放射性后果评价，分析安全壳环形空间通风系统延迟投运对事故后果造成的影响。结果表明：

（1）双层安全壳环形空间对放射性核素具备一定的滞留作用，可以在事故早期控制其向环境的释放。此外，环形空间的事故过滤器对碘和气溶胶还具有高效的过滤去除作用，能够显著降低事故期间由安全壳向环境的放射性释放量。

（2）若事故过滤器延迟投运，当延迟小于2 h时，环境中碘和气溶胶的释放量无显著增加，之后释放量将随延迟时间的增加逐步增大。当延迟达到12 h时，整个事故持续期间内，碘和气溶胶由内壳泄漏释放后进入环境的份额将由无延迟条件下的1%最高上升至约10%。

（3）相比于事故过滤器的延迟投运，负压的延迟建立对环境释放量的影响更为显著，但对于30 min内的延迟，放射性核素的环境释放量并无明显增加。当延迟达到12 h时，整个事故持续期间内，碘和气溶胶的环境释放量占内壳泄漏量的比重在23%～59%范围内。

（4）严重事故发生后，若安全壳环形空间能够维持持续的负压，则需要在8 h内启动事故过滤器，否则需要在2.5 h内建立负压并启动事故过滤器，以将事故后果控制在 “欧洲用户要求”文件提出的有限影响范围内，实现 “实际消除大量放射性物质释放”的安全目标。需要注意的是，本文归纳出的满足有限影响准则的延迟时间同环境释放源项计算中使用的假设条件相关。

［1］张琳，李文宏，杨红义.福岛核事故后核电厂安全改进行动分析 ［J］.原子能科学技术，2014，48（3）：486-491.

［2］环境保护部 （国家核安全局），国家发展改革委，财政部，等.核安全与放射性污染防治 “十二五”规划及2020年远景目标 ［R］.2012.

［3］林诚格，史国宝，陈耀东，等.对 “实际消除核电厂大量放射性物质释放”的技术见解 ［J］.核科学与工程，2013，33（4）：337-345.

［4］郑华.EPR与CPR1000严重事故环境措施比较 ［J］.核科学与工程，2010，30（3）：250-257.

［5］马如冰，赵博.百万千瓦级核电厂蒸汽发生器失去给水事故源项计算分析 ［J］.核安全，2007（4）：45-50.

［6］黄高峰，佟立丽，邓坚，等.核电厂大破口失水事故始发严重事故的源项研究 ［J］.原子能科学技术，2009，43（7）：609-615.

［7］陈海英，张春明，郭瑞萍，等.核电厂严重事故源项计算及研究进展 ［J］.工业安全与环保，2015，41（8）：26-29.

［8］尤伟，石雪垚，王晓霞，等.核电厂大破口失水事故 （LBLOCA）始发严重事故释放源项的分析 ［J］.核安全，2015，14（2）：53-57.

［9］NRC.NUREG-1465 Accident Source Terms for Light-WaterNuclear Power Plants［S］.Washington DC：NRC，1995.

［10］EUR.European Utility Requirement for LWR Nuclear Power Plant，Volume 2，Chapter 1，Rev D［R］.2012.

［11］NRC.Standard Review Plan of Analysis Reports for Nuclear Power Plants，NUREG-0800，Rev.3［S］.Washington DC：NRC，2007.

［12］陈晓秋，岳会国，林权益.双层安全壳压水堆LOCA事故的放射性后果分析审查 ［J］.辐射防护通讯，2005，25（4）：1-8.

［13］中国核电工程有限公司，上海核工程研究设计院，中科华核电技术研究院有限公司.核电厂选址假想事故源项分析准则 （报批稿）［S］.2015.

［14］汤搏.“实际消除大规模放射性释放”概念的探讨 ［J］.核安全，2013，12（S1）：15-20.

［15］陈研，郭瑞萍，陈海英，等.EUR的有限影响准则研究［J］.辐射防护，2015，35（5）：300-304.

Radiological Consequence Analysis of Annulus Ventilation System with Delayed Operation under Severe Accident of Nuclear Power Plants

WU Nan*，HUANG Shuming，LIU Xinjian
（China Nuclear Power Engineering Co.，Ltd.，Beijing 100840，China）

During severe accidents，forthenuclear power plants（NPPs）with double-containment design，ifa sub-atmospheric pressure cannot be built or the accident filter cannot be activated when annulus ventilation system is failed to operate normally，the control function of fission-product releaseof dual containment would be weakened.With focus on the double-containment design adopted by most of the Gen-ⅢNPPs in the world，this paper firstly calculates the release amountof radioactive materialsinto environment under different delay scenarios of annulus ventilation systemoperation，with the consideration of the intact containment and using NUREG-1465 source term.Then the Criteria for Limited Impact（CLI）provided in European Utility Requirements（EUR）areare applied to evaluateradiological consequence of severe accident，and the relationship between the delay of annulus ventilation systemoperation and“large release”is analyzed.The results could beareference for the emergency response actions and radiological consequence estimation in the context of severe accidents.

doublecontainment；severe accident；fission product releases；EUR；Criteria for Limited Impact（CLI）

TL364+.4

A

1672-5360（2016）03-0064-08

2016-02-27

2016-03-18

中核集团院士基金科研项目-压水堆核电厂严重事故与应对措施的分析评价及验收准则研究课题，项目编号 FKY1519ZHB001

吴楠 （1986—），女，辽宁鞍山人，工程师，现主要从核与辐射应急相关工作

吴 楠，E-mail：wunan805@126.com